REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
Evaluasi Kejadian Abnormal/Gangguan Operasi Reaktor RSG-GAS Kurun Waktu Tahun 2015 - 2017
Get PDFEVALUASI KEJADIAN ABNORMAL/GANGGAUN OPERASI REAKTOR RSG-GAS KURUN WAKTU TAHUN 2015 – 2017. Reaktor sebagai fasilitas penyedia sumber neutron dapat dimanfaatkan untuk kegiatan utilisasi dengan tujuan untuk penelitian dan produksi radioisotop. Pengoperasian reaktor yang stabil tanpa mengalami gangguan teknis sangat diharapkan oleh pihak pengguna reaktor karena dapat mempengaruhi kegiatan utilasi yang ada. Kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor dapat disebabkan oleh gangguan internal reaktor (gagal fungsi SSK reaktor), gangguan eksternal reaktor (trip/mati sesaat suplai listrik PLN, gempa bumi dan lain sebagainya)1). Setiap kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor direspon oleh sistem proteksi reaktor (SPR) dengan mematikan reaktor secara otomatis, sehingga reaktor tetap dalam kondisi aman dan baik. Makalah ini mengevaluasi kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor RSG-GAS dengan cara menganalisis data kejadian abnormal dalam kurun waktu 2015 s/d 2017. Lingkup evaluasi ini hanya data kejadian abnormal/gangguan operasi yang disebabkan oleh gangguan internal, eksternal dan faktor kelalain operator dalam penanganan iradiasi target yang direspon oleh sistem proteksi reaktor (SPR) selama 3 tahun. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa kejadian abnormal/gangguan yang paling dominan adalah gagalnya fungsi struktur, sistem dan komponen (SSK) reaktor. Berbagai upaya yang telah dilakukan diharapkan dapat memperbaiki kualitas pengoperasian reaktor RSG-GAS
MODIFIKASI SISTEM PENGOPERASIAN KATUP SELENOID BEAM TUBE S-2 REAKTOR RSG-GAS
Get PDFMODIFIKASI SISTEM PENGOPERASIAN KATUP SELENOID BEAM TUBE S-2 REAKTOR RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset yang memiliki fasilitas iradiasi untuk pengujian produk industri dengan teknik radiografi neutron yang terpasang pada beam tube S-2. Pengujian bertujuan untuk mengamati struktur internal dari obyek dengan cara tidak merusak (non destructive) menggunakan metode film. Untuk memanfaatkan berkas neutron pada beam tube S-2 maka air yang berada dalam dalam beam tube tersebut harus dikosongkan dengan membuka katup selenoid draining KWA01 AA011 sebelum reaktor dioperasikan. Terjadi kerusakan katup selenoid draining KWA01 AA011 tidak bisa dibuka maka air dalam beam tube S-2 tidak bisa dikosongkan sehingga beam tube S-2 tidak bisa dimanfaatkan karena tidak ada berkas neutron yang memancar. Untuk mengganti katup selenoid draining KWA01 AA011 memerlukan biaya sangat mahal dan pekerjaan sangat sulit karena harus membongkar seluruh shielding dan peralatan beam tube S-2. Telah dilakukan modifikasi sistem pengoperasian katup selenoid beam tube S-2 menggunakan jalur pengosongan yang terdapat pada beam tube S-5 dengan membuka katup selenoid inlet KWA01 AA027 dan draining KWA01 AA029 sehingga air dalam beam tube S-2 mengalir melalui beam tube S-5. Dengan perubahan sistem pengoperasian ini neutron memancar dengan baik dalam Beam tube S-2 sebesar 106 s/d 107 cps dan siap untuk eksperimen. Perubahan sistem pengoperasian katup selenoid bisa dipergunakan sementara sebelum katup selenoid draining KWA01 AA011 yang rusak diganti
PENENTUAN AKTIVITAS SAMARIUM-153 DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN
Get PDFPENENTUAN AKTIVITAS 153Sm DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN. Laboratorium Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS, yang digunakan untuk pengukuran dan analisis aktivitas radionuklida pada sampel limbah cair, air pendingin primer dan lainnya yang berasal dari pengoperasian RSG-GAS. Agar hasil pengukuran dari peralatan Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS akurat dan presisi maka perlu mengikuti uji banding antar Laboratorium di BATAN yang diselenggarakan oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) BATAN. Salah satu dengan penentuan aktivitas radionuklida 153Sm yang dilakukan dengan metode komparatif dengan menggunakan spektrometer gamma. Langkah kegiatan ini terdiri dari kalibrasi energi, pencacahan standar dan sampel, yang selanjutnya aktivitas sumber ditentukan dengan menggunakan aktivitas sumber standar. Hasil analisis aktivitas pada tanggal 17 Agustus 2016 jam 09:02:11 WIB didapatkan nilai sebesar 29273,71 Bq dengan nilai ketidakpastian sebesar 4,19 %. Hasil uji banding terhadap nilai aktivitas sumber acuan sebesar – 7,79 %. Nilai tersebut dikatagorikan memuaskan karena kurang dari 10 %. Dari hasil tersebut dapat dinyatakan tingkat keakuratan dan kepresisian peralatan Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS memiliki kompetensi yang baik dalam melakukan pengukuran aktivitas sumber radiasi. Kata kunci: 153Sm, uji banding, aktivitas ABSTRACT DETERMINATION OF 153Sm ACTIVITIES IN THE FRAMEWORK OF APPEAL BETWEEN TESTING LABORATORY IN THE BATAN. Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics Laboratory RSG-GAS, which is used for measurement and analysis of radionuclides activity in sample of waste water, primary cooling water from the operation of RSG-GAS. So that the measurement results of the Health Physics Laboratory equipment RSG-GAS accurate and precision it is necessary to follow the inter laboratory comparisons in BATAN organized by Center for Radiation Safety Technology and Metrology Metrology (PTKMR) BATAN. One with the determination the activity of the radionuclide 153Sm conducted by the comparative method using gamma spectrometer. Step calibration activity consists of energy, standards and sample enumeration, which further source activity is determined using standard source activity. The results of the analysis of activity on August 17, 2016 09:02:11 pm hour of 29273.71 Bq values obtained with uncertainty value of 4.19%. The result of an appeal against a reference resource activity value of - 7.79%. This value is satisfactory categorized as less than 10%. From these results it can be stated level of accuracy and precision equipment Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics RSG-GAS have a good competence in measuring the activity of the radiation source. Keywords : 153Sm, comparative tests, activit
PERAN ORGANISASI DALAM MENUMBUH KEMBANGKAN BUDAYA KESELAMATAN
Get PDFPERAN ORGANISASI DALAM menumbuh kembangkan BUDAYA KESELAMATAN. Telah dilakukan telaah terhadap faktor yang sangat berpengaruh terhadap keberhasilan organisasi dalam penerapan budaya keselamatan dalam meningkatkan kinerja keselamatan. Studi ini dilakukan dengan fokus pada faktor organisasi yang dapat mempengaruhi kegagalan organisasi dalam mengelola budaya keselamatan untuk meningkatkan kinerja keselamatan menggunakan TECDOC 1329 dan Perka BATAN No.200KA/X/2012. Dari faktor 7 (tujuh) faktor dominan terhadap peran organisasi dalam menumbuh kembangkan budaya keselamatan diperoleh bahwa safety leadership berperan sangat kuat dalam organisasi. Untuk dapat menerapkan model ini diusulkan suatu alur peran organisasi dalam meningkatkan budaya keselamatan. Untuk lebih mudah diterapkan, maka seluruh faktor dominan dipadankan dengan implementasikan secara kongkret sesuai atribut dan implementasi yang dapat dilakukan, sehingga secara tangible dapat dipraktekkan sebagai acuan dalam menyusun program budaya keselamatan organisasi. Kata Kunci : Organisasi dalam budaya keselamatan, Kinerja keselamatan ABSTRACT THE ROLE OF THE ORGANIZATION TO DEVELOP SAFETY CULTURE. Has conducted research on the factors that influence the success of the organization in the implementation of safety culture in improving safety performance. This study was conducted with a focus on organizational factors that can affect the organization's failure to manage safety culture to improve safety performance using TECDOC 1329 and Perka BATAN No.200KA / X / 2012. Seven of the dominant factor of the organization's role in salvation is to cultivate a culture that is very strong safety leadership role in the organization. To be able to apply this model of organization proposed a groove role in improving safety culture. To more easily applied, all paired with a dominant factor concretely implement the appropriate attributes and implementations that can be done, so that tangible can be practiced as a reference in preparing the organization's safety culture program. Keywords: Strategies to fostering Safety Culture, Safety management system
PENGARUH SUMBER DAYA MANUSIA DAN RUANG PENYIMPANAN ARSIP DALAM MELAKUKAN KEGIATAN PENGELOLAAN KEARSIPAN DI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA
Get PDFPENGARUH SUMBER DAYA MANUSIA DAN RUANG PENYIMPANAN ARSIP DALAM MELAKUKAN KEGIATAN PENGELOLAAN KEARSIPAN DI PRSG. Aktivitas suatu unit kerja dalam menciptakan arsip secara terus menerus sejalan dengan seberapa besar aktivitas unit kerja itu berlangsung. Semakin tinggi aktivitas Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) itu berjalan maka semakin besar arsip yang tercipta. Minimnya ketersediaan ruang sebagai tempat penyimpanan akhir suatu arsip adalah salah satu permasalahan yang terjadi pada setiap unit kerja yang masih berjalan. Penulisan ini bertujuan untuk mengetahui seberapa besarkah pengaruh Sumber Daya Manusia (SDM) dan ruang penyimpanan arsip dalam melakukan kegiatan pengelolaan kearsipan di PRSG. Sehingga diharapkan bisa memberi masukan bagi manajemen untuk menentukan arah kebijakannya dalam menangani segala permasalahan arsip yang tercipta selama ini. Penulisan ini berdasarkan survei lapangan pengelolaan kearsipan yang dilakukan di PRSG, sehingga memberikan kesimpulan bahwa pengaruh antara Sumber Daya Manusia yang mengelola arsip dengan ruang penyimpanannya tidak bisa dipisahkan antara satu dengan yang lainnya. Arsip yang sudah terdata dan terdaftar belum memenuhi standar efisiensi dan efektivitas pengelolaan arsip jika tidak tersedianya prasarana dan ruang penyimpanan arsip sebagai tempat dilakukannya kegiatan penyusutan arsip. Sedangkan keberadaan ruang penyimpanan arsip juga tidak menjamin ditemukannya kembali arsip secara cepat dan tepat apabila tidak adanya SDM yang kompetensi dan profesional di bidang kearsipan dalam melakukan kegiatan pengelolaan arsip. Kata kunci : Sumber Daya Manusia, Ruang Penyimpanan Arsip ABSTRACTThe influence OF HUMAN RESOURCES AND ARCHIVE STORING ROOM WITHIN MANAGEMENT OF ARCHIVES AT THE CENTER FOR GA SIWABESSY REACTOR. Continuous activity within working unit in generating archive is similar to how big activities of the unit. The more busy of the unit the more archive generated. The lack of availability of room storing archive constitute a problem at an active running unit. This paper is aimed to understand how big the influent of human resources and room storing archive within archiving management at the Center for GA Siwabessy Reactor (PRSG). Therefore it is expected that result of survey could be used to establish policy for handling problem occurred. Based on survey happened dealing with archiving management it is proved that some archived deemed tedious managed but the other are still needed improvement. Archives have been counted and registered are not efficiently and effectively arranged causing problem when retrieval. Human taking care for archived and storage room for archived constitute of a unit at which cannot be separated. It is mean that without professionally competence of HRD of archived it is difficult to find where the archive is. And the contrary without good infrastructure of archiving stored it will be catastrophe to find an archive stored. Keywords : Human Resources, Archive Storage
EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90
Get PDFEVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90. Operasi reaktor GA Siwabessy siklus operasi 90 telah berlangsung dari tanggal 26 Desember 2015 s/d 15 April 2016. Untuk kelancaran dan keselamatan operasi reaktor berikutnya perlu dilakukan evaluasi terhadap operasi reaktor sebelumnya. Evaluasi dilakukan melalui studi literatur, pengumpulan data, pembahasan dan analisis terhadap jalannya operasi reaktor, mulai dari pembentukan konfigurasi teras, operasi daya rendah, operasi daya tinggi, pemanfaatan reaktor, serta gangguan-gangguan yang timbul pada saat pengoperasian reaktor. Sebelum reaktor dioperasikan daya tinggi dilakukan eksperimen kalibrasi batang kendali yang menghasilkan reaktivitas lebih 7,30 % dan reaktivitas stuck rod 4,11 % sehingga menjamin reaktor aman dioperasikan. Operasi reaktor siklus 90 telah menghasilkan energi sebesar 640,0609 MWD, digunakan untuk melayani iradiasi sebanyak 114 target/sampel dan penyediaan neutron tabung berkas PSTBM. Gangguan scram/penurunan daya terjadi 9 kali karena kegagalan detektor neutron JKT02 dan JKT03. Gangguan yang terjadi pada sistem bantu reaktor sebanyak 36 kali disebabkan kegagalan sistem elektrik, mekanik dan instrumentasi misal blower cooling tower PA02 AH001, AH003 dan batang kendali, namun hampir semua gangguan tersebut dapat diatasi. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa meskipun terjadi beberapa gangguan, operasi reaktor RSG-GAS siklus operasi 90 berlangsung dengan baik dan selamat sesuai dengan target yaitu reaktor dioperasikan daya 15 MW dan mencapai energi total 640 MWD sesuai dengan jadwal operasi reaktor yang telah ditetapkan. Kata kunci: operasi, reaktor, siklus ABSTRACT EVALUATION OF RSG-GAS REACTOR IN OPERATION CYCLE NO. 90. The operation of RSG-GAS reactor cycle 90, has conducted from December 26th, 2015 to April 15th, 2016. Based on this operation, data will be evaluated and used for the next reactor operation. The evaluation result will be improve for the core configuration, reactor operation, reactor utilization and experiences. Before the reactor is operated high power, control rod calibration should beperformed to achieved the reactivity. The excess reactivity is 7.30% and stuck rod reactivity is 4.11% so as to ensure safe operation of the reactor.The reactor operation cycle No. 90 has achived the power of 640, 0609 MWD is used for 114 sample irradiation and neutron beam services to PSTBM. Scram occurred 9 times due to failure of neutron detector JKT02 and JKT03 and problem of the reactor auxiliary systems are 36 times due to the failure of electrical systems, mechanical and instrumentation eg cooling tower fans PA02 AH001, AH003 and control rods, but the problem could be handled in the normal condition. The conclusion that the reactor operation cycle 90 was operation good condition, with the power of 15 MW and achieve a total energy of 640 MWD. Key word: operation, reactor, cycl
EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89
Get PDFEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Pengukuran fluks neutron thermal dan epithermal di fasilitas iradiasi sistem rabbit dipandang perlu dilakukan kembali sebagai evaluasi. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan aktivasi keping Au terbuka, dan keping Au yang terbungkus Cd. Keping diiradiasi pada posisi RS-1, RS-2 dan RS-4 selama 300 detik dalam reaktor berdaya 15MW. Hasil pengukuran fluks neutron thermal di posisi RS-1 adalah sebesar 4,4689E+13 n/cm2.s dan epithermal 4,014E+12 n/cm2.s. Untuk posisi RS-2 adalah 4,0631E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 4,280E+12 n/cm2.s untuk epithermal. Posisi RS-4 adalah 4,2152E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 3,531E+12 n/cm2.s untuk epithermal. Koreksi pengukuran dilakukan dengan menggabungkan faktor penyumbang kesalahan. Nilai ketidakpastian pada posisi RS-1 adalah 5,068 %, RS-2; 5,096 % dan RS-4 adalah 5,093 %. Bila dibandingkan dengan hasil pengukuran fluks neutron sebelumnya yaitu pada teras ke 54, hasil pengukuran fluks neutron ini tidak mengalami perbedaan yang signifikan. Pengukuran secara rutin diperlukan teristimewa pada setiap adanya perubahan pada konfigurasi bahan bakar reaktor untuk mengetahui besaran fluks neutron pada setiap posisi iradiasi. Kata kunci: fluks neutron thermal, epithermal, sistem rabbit ABSTRACTEVALUATION OF THERMAL AND EPITHERMAL NEUTRON FLUX IN THE RABBIT SYSTEM OF THE RSG GAS 89TH CYCLE FACILITY. Re-measurements of thermal and epithermal neutron flux at the irradiation facility of rabbit system is necessary for evaluation. The method used is to perform the activation of Au foil, and Au-wrapped Cd. The foils were irradiated at position RS-1, RS-2 and RS-4 for 300 seconds in a 15MW power reactors. The results of measurements of thermal neutron flux in the position of RS-1 is 4,4689E + 13 n / cm2.s and epithermal is 4,014E + 12 n / cm2.s. While in the position of RS-2 is 4,0631E + 13 n / cm2.s for thermal and 4,280E + 12 n / cm2.s to epithermal. The position of the RS-4 is 4,2152E + 13 n / cm2.s for thermal and 3,531E+12 n/cm2.s for epithermal. Measurement correction is done by combining the factor of contributor’s mistake. The uncertainty factor to the position of RS-1 is 5.068%, RS-2; 5.096% and RS-4 is 5.093%. When compared to the results of previous measurements of neutron flux on core 54, the results of neutron flux measurement is not experiencing a significant difference. Measurements are routinely required especially on any changes to the configuration of the reactor fuel to determine the amount of neutron flux at the position. Keywords: thermal and epithermal neutron flux, rabbit system
KAJIAN AWAL BUDAYA SAFEGUARDS PADA INSTALASI NUKLIR
Get PDFABSTRAKKAJIAN AWAL BUDAYA SAFEGUARDS PADA INSTALASI NUKLIR. Budaya keselamatan dan budaya keamanan nuklir telah ditetapkan; namun untuk budaya safeguard belum ditetapkan secara internasional. Sistem safeguards internasional ini terdiri dari perjanjian, inspeksi, dan evaluasi dan tidak pernah mempertimbangkan budaya safeguards baik dari negara maupun fasilitas. Secara historis, indikator budaya tidak berperan dalam kegiatan verifikasi International Atomic Energy Agency (IAEA) terhadap safeguards, namum sejak kasus Irak pada awal tahun 1990, IAEA mempertimbangkan budaya safeguards melalui teori budaya organisasi dan perkembangan safeguards itu sendiri. Tujuan penulisan ini adalah untuk mengetahui definisi dan indikator budaya safeguards. Metoda dilakukan berdasarkan studi literatur dengan membahas tentang definisi dan indikator untuk budaya safeguards serta penerapannya di Indonesia dan Hungaria. Diharapkan dengan budaya safeguards dapat memperkuat dan mengefektifkan kinerja safeguards yaitu suatu tindakan verifikasi yang berdasar pada correctness dan completeness informasi yang diserahkan oleh suatu Negara ke IAEA. Sehingga dapat dijamin bahwa keberadaan bahan nuklir di dunia hanya untuk kemanusiaan dan kepentingan damai.Kata kunci: Budaya, safeguards, indikator ABSTRACTPREELIMINARY ASSESMENT OF SAFEGUARD CULTURE AT THE NUCLEAR INSTALLATION. Nuclear safety and security cultures have been established but for the safeguard culture has not been established internationally. International safeguard system consists of the agreement, inspections and evaluations and it never considers safeguard culture of the country or facility. Historically, cultural indicators do not play a role in the IAEA verification activities against safeguards even though since the case of Iraq appears in the early 1990, IAEA considering the safeguard culture through the theory of organizational culture and the development of a safeguard itself. The aim of this paper is to discuss definition and indication of safeguards. The assessment is done by studying various literature which pertinent to culture, safeguards culture and its implementation in Indonesia and Hungary. It is expected that safeguard culture may strengthen and increase safeguards performance effectively that is verification activities based on correctness and completeness information submitted by the member State to the IAEA. Those it can be ensured that all nuclear material under the IAEA is only for peaceful purposes.Keyword: culture, safeguard, indicato
EVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG
Get PDFEVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG. Telah dilakukan evaluasi implementasi sasaran keselamatan dan kesehatan kerja (K3) Tahun 2016. Berdasarkan kebijakan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional yang menyatakan bahwa Keselamatan adalah prioritas utama pada target capaian nihil kecelakaan maka PRSG bertanggungjawab atas keselamatan yang ditimbulkan selama pengoperasian dan pemanfaatan reaktor RSG-GAS. Namun pada kenyataannya kesadaran individu dalam mengimplementasikan K3 masih belum konsisten. Peningkatan kesadaran dalam keselamatan perlu dilakukan dengan menumbuhkembangkan budaya keselamatan baik secara individu maupun organisasi secara berkesinambungan. Salah satu cara untuk mengetahui sejauh mana implementasi budaya keselamatan pegawai yang ada di PRSG maka dibuatlah sasaran K3 dalam setiap tahunnya khususnya pada tahun 2016. Permasalahan saat ini adalah belum dilakukannya evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG. Makalah ini disusun untuk mengevaluasi implementasi sasaran K3 Tahun 2016 yang terdiri atas 8 point tinjauan kegiatan yang dilakukan di PRSG. Evaluasi Implementasi sasaran K3 dilakukan dengan cara membandingkan dan membuat prosentase capaian, sasaran dan kondisi seharusnya (ideal). Berdasarkan evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG diperoleh hasil bahwa semua target sasaran K3 Tahun 2016 sebagian besar telah tercapai sesuai tujuan K3 untuk melindungi setiap karyawan, fasilitas, masyarakat dan lingkungan dari potensi bahaya.Kata Kunci: evaluasi, implementasi, kesehatan, keselamatan, kerjaABSTRACT EVALUATION OF THE IMPLEMENTATION OF OCCUPATIONAL HEALTH AND SAFETY TARGET IN 2016 AT PRSG. There has been evaluation of the implementation of Occupational Health and Safety (OHS) targets in 2016. Based on the policy of the Head of National Nuclear Energy Agency which states that Safety is the highest priority, PRSG shall be responsible for the safety generated during the operation and utilization of the RSG-GAS reactor. But in reality individual awareness in implementing OHS is still not consistent. Awareness raising in safety needs to be done by promoting the development of a safety culture both individually and organization on an ongoing basis. One way to find out how far the implementation of the safety culture of employees in the PRSG then made the goal of OHS in each year, especially in 2016. The current problem is the evaluation of the OHS implementation targets in 2016 in PRSG which has not been done yet. This paper is prepared to evaluate the implementation of the 2016 OHS target consisting of 8 activity review points undertaken in the PRSG. Evaluation Implementation of K3 objectives is done by comparing and making the percentage of achievement, goals and conditions compared to ideal condition. Based on the evaluation of the implementation of the OHS target in 2016 in PRSG, it was found that all target of K3 in 2016 has been mostly accomplished according to the purpose of OHS to protect the employee, facility, society and environment from potential hazard.Keywords: Evaluation, Implementation, and Occupational Health and Safety Targe
UJI INTEGRITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS (BBNB) NOMOR RI-68, RI-190 DAN RI-187
Get PDFABSTRAK UJI INTEGRITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS NOMOR RI-68, RI-190 DAN RI-187. Saat ini ada 245 bahan bakar nuklir bekas disimpan dengan tipe basah. Korosi galvanik antara kelongsong bahan bakar dan penyimpanan dalam rak stainless steel bisa terjadi meskipun karakteristik air kolam yang sangat baik juga akan menghambat terjadinya korosi. Korosi menyebabkan kebocoran pada bahan bakar bekas. Kegiatan uji integritas bahan bakar nuklir bekas dilakukan dengan metode uji cicip bahan bakar nuklir bekas. Uji cicip adalah metode tidak merusak yang digunakan untuk menguji bocornya bahan bakar bekas berdasarkan produk fisi yang terlepas dari kelongsong bahan bakar. Sistem uji cicip yang digunakan telah dipasang pada intermediate platform area kolam penyimpanan sementara bahan bakar nuklir bekas. Makalah ini membahas uji integritas bahan bakar nuklir bekas nomer identifikasi RI-68, RI-190 dan RI-187. Bahan bakar nuklir bekas yang diuji diambil dari rak kemudian dimasukkan ke dalam tabung uji cicip dan mengalami masa pengujian pada hari-1, ke-2, ke-3, ke-4, dan ke-8 dengan pengambilan sampel masing-masing sebanyak 500 ml air. Air uji masing-masing bahan bakar kemudian dianalisis kadar radionuklidanya menggunakan spektrometer gamma. Dari hasil analisis air uji cicip bahan bakar nuklir bekas nomor RI-68, RI-190, dan RI-187 ketiganya hanya terdeteksi radionuklida I-133 dan Sb-124 yang merupakan radionuklida yang sering terdeteksi pada air kolam. Tidak ditemukan radionuklida hasil belah lain maupun radionuklida yang terkandung dalam bahan bakar nuklir bekas pada ketiga BBNB tersebut sehingga dapat disimpulkan bahwa ketiga BBNB tersebut tidak terjadi kebocoran kelongsong bahan bakar atau dapat dikatakan mempunyai integritas yang baik.Kata Kunci: bahan bakar nuklir bekas, KH-IPSB3, analisis radionuklida, uji cicip. ABSTRACTINTEGRITY TEST OF SPENT NUCLEAR FUEL OF RI-68, RI-190 AND RI-187. Currently there are 245 bundles of spent nuclear fuel stored in the wet type. Galvanic corrosion between the fuel cladding and stainless steel storage rack can occur even though the characteristics of excellent water will also inhibit corrosion. Corrosion caused a leakage in the spent fuel. This integrity test for spent nuclear fuel is done by sipping test method for spent nuclear fuel. Sipping test is non-destructive method used to test the leaking of spent fuel based on fission product released from the cladding. This paper is aimed to discuss the integrity of spent nuclear fuel identification number of RI-68, RI-190 and RI-187. Sipping test system used has been installed at intermediate plat-form in interim storage area for spent nuclear fuel. Spent nuclear fuel being tested is taken from the rack and then these are put in a sipping tube. After experiencing a period of sipping on the 1st, 2nd, 3rd, 4th, and 8th day then they were do sampling each of 500 ml. Water sample each fuel was then analyzed using a gamma spectrometer to find the radionuclides contaminant. The result of the analysis show that the spent fuel number RI-68, RI-190, and RI-187 were not detected but only I-133 and SB-124. The two are often detected in the pond water. There were not found another fission product or radio nuclides contained in spent nuclear fuel so it can be concluded that the SNF do not leak or can be concluded that this three of SNF still have a good integrity.Keywords: spent nuclear fuel, TC-ISFSF, analysis of radionuclides, sipping test